JPS613093A - 放射性廃液処理システム - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 この発明は原子力発電所で発生する放射性廃液を処理す
る放射性廃液処理システムに係り、特に放射性廃液を復
水浄化系処理装置を利用して処理する放射性廃液処理装
置に関する。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

原子力発電所において、各種機器で発生する機器ドレン
水や各建屋からの床ドレン水などは、脱塩器を備えた電
導度廃液系で処理された優、第５図に示す廃液貯蔵タン
ク１に案内され、貯蔵される。廃液貯蔵タンク１に貯蔵
された放射性廃液は、廃液回収ライン２に設けられた放
射性廃液処理装置３で濾過・脱塩処理され、水質分析さ
れた後、復水貯蔵タンク４に供給され、復水補給水とし
て復水貯蔵タンク４に貯蔵される。

放射性廃液処理装置３は、複数台の廃液濾過器を並設し
た放射性廃液濾過装置３ａと、複数塔の廃液脱塩器を並
設した放射性廃液タンク＠３ｂとを直列に接続して構成
される。放射性廃液処理装置３の濾過装置３ａでクラッ
ド等の不溶解性不純物が分離・除去され、固形の不純物
が除去された廃液は放射性廃液脱塩装置３ｂのイオン交
換により溶解性イオン性分が脱塩処理されて復水貯蔵タ
ンク４に送られる。一方、放射性廃液処理装置で捕獲さ
れた不溶解性不純物や使用済イオン交換樹脂は、沈降分
離処理され、続いて固化処理設備により固化処理される
。

しかしながら、従来の放射性廃液処理システムは、放射
性廃液処理装置３が複数台の廃液濾過器や複数塔の廃液
脱塩器を独立して有するため、所要占有スペースが大き
く、大きな設置スペースを必要としたり、各濾過器や脱
塩器を接続する接続配管が多岐にわたり、複雑な配管・
配置構造を有するため、廃液処理運転の運転操作が複雑
で、システム全体として廃液処理効率が優れたものとは
いえなかった。なお、符号５は原子炉圧力容器であり、
符号６は蒸気タービン、７は復水器、８および９は復水
浄化系処理装置の復水濾過装置および復水脱塩装置であ
る。

一方、最近の原子力発電プラントは技術進歩が著しく、
放射性廃棄物処理設備における電導度廃液系による廃液
処理技術も大幅に改善され、放射性廃液タンク１内に貯
蔵される放射性廃液の水質が向上し、かつ発生廃？１Ｉ
ｉｌが低減され、入費りで複雑な放射性廃液処理装置が
不要となり、発生廃液量の処理に適した経済的な放射性
廃液処理装置の出現が強く望まれている。

〔発明の目的〕

この発明は上述した点を考慮してなされたもので、原子
力発電所で発生する放射性廃液を効率よく経済的に処理
することができる放射性廃液処理システムを提供するこ
とを目的とする。

この発明の他の目的は、■存の復水浄化系処理装置を積
極的に利用することにより、放射性廃液処理装置の独立
設置を不要にし、設備のスペース容量を低減させ、廃液
処理運転の簡素化に寄与する放射性廃液処理システムを
提供することにある。

〔発明の概要〕

上述した目的を達成するために、この発明は、放射性廃
液タンクからの廃液ラインを、復水浄化系処理装置の上
流側に接続する一方、上記復水浄化系処理装置の下流側
から分岐された回収ラインを復水貯蔵タンクに接続し、
上記復水浄化系処理装置を利用して放射性廃液を処理し
たものである。

〔発明の実施例〕

以下、この発明に係る放射性廃液処理システムの一実施
例について添付図面を参照して説明する。

第１図は沸騰水型原子力発電所に設置される放射性廃液
処理システムの系統図を示し、図中符号１０は沸騰水型
原子力発電所の図示しない原子炉建屋内に格納された原
子炉圧力容器である。この原子炉圧力容器１０内におい
て核加熱により発生した蒸気は主蒸気ライン１１を通っ
て蒸気タービン１２に供給され、この蒸気タービン１２
を駆動させて図示しない発電機を回転させる。

蒸気タービン１２で仕〜事をした膨張蒸気は復水器１３
に案内されて凝縮され、復水となる。この復水は復水給
水ライン１４を通して原子炉圧力容器１０内に送られ、
再び加熱される。上記復水給水ライン１４には復水器１
３からの復水を濾過脱塩処理する復水浄化系処理装［１
１５が設けられる。

この復水浄化系処理装置１５は復水中の不溶解性不純物
を除去する復水濾過装置１６と溶解性イオン性分を除去
する復水脱塩装置１７とが直列に接続される。復水濾過
装置１６は第２図に示すように、ｅＩｆｌ設された複数
台、例えば１１台の復水濾過器１６ａ、１６ｂ、１６ｃ
ｍ・・を右し、このうち１台の復水濾過器は予備器とし
て形成される。また、復水脱塩装置１７は並設された複
数塔例えば８基の復水１１Ｒ塩器１７ａ、１７ｂ・・・
を有し、このうち１基は予備器として構成される。

一方、原子力発電所内の各種ｉ器から発生ずる機器ドレ
ン水や各建屋からの床ドレン水等の放射性液体廃棄物は
、廃液の種類に応じて高電導度廃液系あるいは低電導度
廃液系で脱塩処理され、放射性廃液タンク２０に送られ
る。この放射性廃液タンク２０は廃液ライン２１を通し
て復水浄化系処理装置１５の復水濾過装置１６上流側に
接続される。廃液ラインには流量制御弁２２が設けられ
る。

また、復水浄化系処理装置１５の復水脱塩装置１７の下
流側から回収ライン２４が分岐され、この回収ライン２
４は途中に流量制御弁２５を有し、復水補給水を貯蔵す
る復水貯蔵タンク２６に接続される。復水貯蔵タンク２
６は必要に応じて復水器１３内に復水を供給するように
なっている。上記回収ライン２４と廃液ライン２１の流
１　ｔｌｌＪ　ＩＩＩ弁２５．２２の弁開度は流用コン
トローラ２８により調節制御される。流量コントローラ
２８は回収ライン２４および廃液ライン２１を流れる流
量が等しくなるように弁開度をコントロールし、原子力
発電プラントの復水給水ラインを流れる給水量の収支計
算にバランスを持たせている。

次に、放射性廃液処理システムの作用について説明する
。

原子力発電所内で発生した比較的高純度でイオン交換処
理可能な放射性廃液は放射性廃液タンク２０内に集めら
れ、貯蔵される。貯蔵された放射性廃液は、復水濾過装
置１６の上流側に案内され、復水器１３からの復水と合
流せしめられる。この合流後、放射性廃液は復水ととも
に復水濾過器１５ａ、１６ｂ、・・・に案内され、ここ
で不溶解性不純物が分離・除去される。不溶解性不純物
が取り除かれた混合水は、続いて復水１ｌ１２１３Ｉ器
１７ａ、１７ｂ・・・に送られ、ここで溶解性イオン性
分が除去され、脱塩処理される。

しかして、原子力発電プラントの給水量は常時収支計算
されており、復水浄化系処理装置１５での放射性廃液処
理によっても、給水Ｍが増加することがないように、増
加分は回収ライン２４を通って復水貯蔵タンク２６に回
収され、復水補給水として準備される。

また、復水浄化系処理装置１５は復水濾過装置１６での
濾過処理や復水脱塩１！ｌ１ｆ１７での脱塩処理を継続
させても、濾過脱塩処理機能を常に一定以上に保つため
、復水浄化系処理装置１５の上流側および下流側の差圧
や処理装置出口の水質を検出して逆洗作業や、薬液再生
、イオン交ｔＩＪ！樹脂の廃棄処理が行なわれる。この
処岬作業により不溶解性不純物や使用済イオン交換樹脂
のスラリー状固体廃棄物は放射性廃棄処理設備に移送さ
れて処理される。

次に、復水浄化系処理装置１５の具体的な処理作用につ
いて説明する。

原子力発電プラントの通常運転時に、復水は復水浄化系
処理装置１ｉｆ１５により例えば７０００Ｗ？、／ｈｒ
で２４時間連続処理運転され、放射性廃液は最大２０ボ
／ｈｒで１日８時間の間欠処理運転が行なわれる。原子
力発電プラントの定期検査時には、放射性廃液だけが最
大２０ｍ／ｈｒで１日８時間の間欠処理運転が行なわれ
る。

一般に、復水浄化系処理装置１５は負荷に対する評価と
して鉄クラツド量が計算される。この鉄クラツド量は復
水浄化系処理装置１５に流入される復水や放射性廃液の
処理量から求められる。復水中に含まれる鉄分が約２０
　ｐｐｂであるとすると、復水中に含まれる鉄クラツド
ｆｉＦは、Ｆ＝２０１）Ｉ）ｂ　ｘ７０００ｒｄ／ｈｒ
ｘ２４ｈｒ／ｄａｙ嬌３．５１（ｆ／ｄａＶ であり、放射性廃液による鉄クラツド量Ｆｄは、最近の
原子力発電プラントの場合には放射性廃液の水質の向上
および発生廃液１　（１００−ｒｄ／ｄａＶ）の低減に
より、 Ｆｄ＝数１）ｌ）ｌ　Ｘ　１００　ｒｄ／ｄａＶ−数１
００　ｇ／ｄａＶ程度である。このため、放射性廃液か
ら発生する鉄クラツド量が少なく、復水浄化系処理装置
Ｉ１１５で処、理しても、復水浄化系処理＠胃１５の処
理機能を損うことがない。この点、従来の原子力発電プ
ラントにおいては、放射性廃液の発生量（約２００ｆｆ
ｌ／ｄａｙ）が多く、鉄クラツド濃度も２０１）ｌ）ｌ
程度と、高いため、１日当り約４　Ｋｙの鉄クラツド・
量が発生する。このため、放射性廃液を復水浄化系処理
装置で処理することが困難であった。

第４図はこの放射性廃液処理プラントの変形例を示すも
のである。

この変形例に示されたものは、復水浄化系処理装置１５
Ａは原子力発電プラントのサイドストリームライン３０
に設りられ、このサイドストリームライン３０の復水浄
化系処理装置１５Ａの上流側に放射性廃液タンク２０か
らの廃液ライン２１を接続する。復水浄化系処理装置１
５Ａの復水脱塩装置１１７Ａの下流側から回収ライン２
４Ａを分岐させ、この回収ライン２４Ａを復水貯蔵タン
ク２６に接続させる。上記回収ライン２４Ａおよび廃液
ライン２１には流量制御弁２５Ａ、２２Ａが設けられ、
この流量制御弁の弁開度は流ｍコントローラ２８により
調節される。

この場合にも、第１図に示す放射性−廃液処理プラント
と同等な処理機能を発揮する。それ以外の構成は第１図
に示すものと同様であるので同じ符号を付し説明を省略
する。

また、放射性廃液処理システムにおいて、放射性廃液タ
ンク２０からの廃液ライン２１を復水浄化系処理装置１
５の復水濾過装置１６の上流側に接続する場合、廃液ラ
イン２１を全ての復水濾過器ｉ６ａ、１６ｂ・・・の共
通する上流側に接続する代りに、第５図に示すように、
少なくとも２台の復水濾過器１６ａ、１６ｂの上流側に
接続してもよい。

なお、復水浄化系処理装置は復水濾過装置と復水脱塩装
置とを直列に接続した例について説明したが、不溶解性
不純物が少ない場合には、復水濾過装置を必ずしも必要
とせ１ず、復水脱塩装置だけで構成してもよい。

〔発明の効果〕

以上に述べたようにこの発明に係る放射性廃液処理シス
テムにおいては、放射性廃液タンクからの廃液ラインを
、復水浄化系処理装置の上流側に接続する一方、上記復
水浄化系処理装置同の下流側から分岐された回収ライン
を復水貯蔵タンクに接続し、復水浄化系処理装置を積極
的に利用して放射性廃液を処理したから、原子力発電所
で発生する放射性廃液を処理効率よく経済的に処Ｌ！１
１することができる。

また、この放射性廃液処理システムは、既存の復水浄化
系処理装置を積極的に利用することにより、従来のよう
に放射性廃液処ＤＩ！装同を独立して設置する必要がな
（、その分だｔ）設備のスペース容量を低減させ、廃液
処理運転を簡素化することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図はこの発明に係る放射性廃液処理システムの一実
施例を示す系統図、第２図は第１図に示された放射性廃
液処理システムの復水浄化系処理装置を示す部分的拡大
図、第３図はこの発明に係る放射性廃液処理システムの
変形例を示す系統図、第４図は放射性廃液タンクからの
廃液ラインの復水浄化系処理装置の上流側への接＠関係
の変形例を示す図、第５図は従来の放射性廃液処理シス
テムを示１系統図である。 １０・・・原子炉圧力容器、１２・・・蒸気タービン、
１３・・・復水器、１４・・・復水給水ライン、１５・
・・復水浄化系処理装置、１６・・・復水濾過装置、１
７・・・復水脱塩装置、２０・・・放射性廃液タンク、
２１・・・廃液ライン、２２．２２Ａ、２５．２５Ａ・
・・流量制御弁、２４・・・回収ライン、２８・・・流
山コントロ出願人代理人　　　波多野　　　久 第　３　回

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、放射性廃液タンクからの廃液ラインを、復水浄化系
   処理装置の上流側に接続する一方、上記復水浄化系処理
   装置の下流側から分岐された回収ラインを復水貯蔵タン
   クに接続し、上記復水浄化系処理装置を利用して放射性
   廃液を処理したことを特徴とする放射性廃液処理システ
   ム。 ２、廃液ラインと回収ラインとの間に流量コントローラ
   が介装され、両ラインを流れる流量をコントロールした
   特許請求の範囲第１項に記載の放射性廃液処理システム
   。 ３、復水浄化系処理装置は、複数台の復水濾過器を並設
   した復水濾過装置と、複数塔の復水脱塩器を並設した復
   水脱塩装置とを直列に接続した特許請求の範囲第１項に
   記載の放射性廃液処理システム。 ４、復水浄化系処理装置は、復水器から原子炉圧力容器
   に至る復水給水ラインに設けられた特許請求の範囲第１
   項に記載の放射性廃液処理システム。 ５、復水浄化系処理装置は、復水器と閉サイクルを構成
   するサイドストリームラインに設けられた特許請求の範
   囲第１項に記載の放射性廃液処理システム。 ６、廃液ラインは復水浄化系処理装置の少なくとも２台
   の復水濾過器の上流側に接続された特許請求の範囲第３
   項に記載の放射性廃液処理システム。